PENENTUAN BERAT ISOTOP CESIUM DAN URANIUM DALAM PELAT ELEMEN BAKAR U 3 Si 2 /Al DENSITAS 4,8 gU/cm 3
BURN UP 40%
Yanlinastuti, Sutri Indaryati, Boybul, Supardjo, Aslina Br.Ginting Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir – BATAN
Kawasan PUSPIPTEK Serpong Gd.20 Tangerang Selatan, Banten 15314 e-mail: ellyhasta@yahoo.com (Naskah diterima: 4 –5–2020, Naskah direvisi: 20–5–2020, Naskah disetujui: 31–5–2020)

## ABSTRAK
PENENTUAN  BERAT  ISOTOP  CESIUM  DAN  URANIUM  DALAM  PELAT  ELEMEN  BAKAR U 3 Si 2 /Al DENSITAS 4,8 gU/cm 3 BURN UP 40%. Pelat elemen bakar (PEB) U 3 Si 2 /Al densitas 4,8 gU/cm 3 telah  diiradisi  di  Reaktor  Serba  Guna  (RSG-GAS)  dengan burn  up 40%.  Selama  bahan bakar tersebut diradiasi di reaktor menghasilkan beberapa isotop hasil fisi seperti cesium, uranium dan isotop lainnya. Besarya isotop hasil fisi tersebut digunakan dalam perhitungan burn up untuk mengetahui unjuk kerja bahan bakar selama diradiasi di reaktor. Oleh karena itu, berat cesium dan uranium  harus  diketahui  secara  kuantitatif  melalui  proses  pemisahan  analisis  fisikokimia.  Pelat elemen bakar U 3 Si 2 /Al densitas 4,8 gU/cm 3 bagian Middle dipotong secara duplo dengan berat M- 1=0,056 g dan M-2=0,075 g, kemudian dilarutkan menggunakan  HCl  6N dan HNO 3 6N. Larutan PEB  pasca  iradiasi  dipipet  sebanyak  100  µL  dimasukkan  masing-masing  kedalam  2  mL  larutan HNO 3 ,  H 2 SO 4 dan  HCl  0,1N,  selanjutnya  dilakukan  pemisahan  cesium  menggunakan  metode penukar kation dengan penambahan 1000 mg zeolit Lampung. Hasil pemisahan diperoleh isotop cesium terikat dengan zeolit dalam fasa padat sedangkan uranium berada dalam fasa cair. Isotop cesium  dalam  fasa  padat  maupun  dalam  fasa  cair  diukur  dengan  spektrometer-  selama  10000 detik. Hasil pengukuran diperoleh spektrum 134 Cs pada energi 604,7 dan 795,8 keV serta isotop 137 Cs pada 661,7 keV. Sementara itu, pemisahan uranium dalam fasa cair dilakukan menggunakan metode  kolom  penukar  anion  dengan  penambahan  1200  mg  resin  Dowex.  Hasil  pemisahan diperoleh spektrum isotop 238 U pada energi 4,1943 MeV, 235 U pada 4,397 MeV, 236 U pada energi 4,494 MeV dan isotop 234 U pada  4,777 MeV. Hasil evaluasi dari luas spektrum tersebut diperoleh berat  isotop 137 Cs  dalam  0,056  g  potongan  PEB  U 3 Si 2 /Al  sebesar  4,08E-05  g;  4,53E-05  g  dan 4,53E-05 g, sedangkan isotop 134 Cs sebesar 4,84E-08 g; 5,30E-08 g dan 5,20E-08 masing-masing dalam pelarut HNO 3 ; H 2 SO 4 dan HCl. Sementara itu, berat isotop 137 Cs dalam 0,075 g potongan PEB U 3 Si 2 /Al diperoleh sebesar 5,93E-05 g; 5,90E-05 g dan 5,88E-05 g, sedangkan berat isotop 134 Cs sebesar 5,23E-07 g; 5,29E-07g dan 5,08E-07g untuk masing-masing pelarut HNO 3 ; H 2 SO 4 dan  HCl.  Berat  isotop 238 U, 235 U, 236 U  dan 234 U  dalam  0,056  g  potongan  PEB  U 3 Si 2 /Al  diperoleh sebesar  6,45E-03  g;  2,57E-03  g;  2,42E-06  g;  dan  1,90E-05  g,  sedangkan  dalam  0,075  g  PEB diperoleh sebesar 7,41E-03 g; 2,40E-03 g; 2,91E-06  g; dan 2,17E-05 g. Berat isotop 134 Cs, 137 Cs, 238 U, 235 U, 236 U dan 234 U dalam 0,056 g PEB  dan 0,075 g potongan PEB U 3 Si 2 /Al relatif sama dan selanjutnya digunakan sebagai data masukan untuk perhitungan burn up .
Kata kunci: PEB U 3 Si 2 /Al pasca iradiasi, pemisahan, kation-anion, cesium, uranium.

## ABSTRACT
DETERMINATION  OF  WEIGHT  OF  CESIUM  AND  URANIUM  ISOTOPES    IN    IRRADIATED U 3 Si 2 /Al FUEL  PLATE WITH 4.8 gU/cm 3 DENSITY AND 40% BURN UP. The fuel plate of U 3 Si 2 /Al with a density of 4.8 gU/cm 3 was irradiated in the RSG-GAS multipurpose reactor with 40% burn- up.  During  irradiation,  the  amount  of  isotopes  produced  by  fission  reaction,  such  as    cesium, uranium and other isotopes can be used for burn-up calculation to determine the fuel performance. Physicochemical analysis was performed  to determine the weight of cesium and uranium isotopes in the irradiated fuel. The irradiated plate of U 3 Si 2 /Al was  cut at the middle section (duplo) with a weight of M-1 = 0.065 g and M-2 = 0.075 g and dissolved in HCl 6N and HNO 3 6N. The resulted was pipetted at 100 µL and then added into each of 2 mL solvent of HNO 3 , H 2 SO 4 and HCl 0.1N. The separation of cesium was then carried out with the addition 1000 mg of zeolite from Lampung. Cesium  isotope  obtained  from  the  separation    was  bound  with  zeolite  in  the  solid  phase  while uranium was in the liquid phase. Cesium isotopes in the solid phase and in the liquid phase were measured  by  a  spectrometer-  for  their  radioactivity  for  10000  seconds.  The  measurement  was indicated by spectra of 134 Cs at 604.7 and 795.8keV energy and 137 Cs at 661.7keV. Meanwhile, the separation of uranium in the liquid phase was carried out using anion exchange column method with the addition of Dowex resin. The results of the separation were indicated by some spectra of U isotopes at various energies, 238 U at 4,1943 MeV, 235 U at 4,397 MeV, 236 U at 4,494 MeV and 234 U at 4,777 MeV. Weight calculation from the measurement data shows that  the weight of 137 Cs in 0.056 g of the irradiated U 3 Si 2 /Al fuel samples in HNO 3 , H 2 SO 4 and HCl solvent are 4.08E-05 g; 4.53E-05 g ,and 4.53E-05 g respectively, while 134 Cs weight are 4,84E-08 g; 5,30E-08 g and 5,20E- 08 g respectively. Meanwhile, 137 Cs isotope weight in 0.075 g fuel plate of U 3 Si 2 /Al are obtained by 5.93E-07 g; 5.90-05 g ,and 5.88E-05 g, while the isotope weight of 134 Cs in HNO 3 , H 2 SO 4 and HCl solvent are 5,23E-07 g; 5,29E-07g and 5,008E-07g respectively. The isotopes weight of 238 U, 235 U, 236 U and 234 U in 0.056 g of fuel plale are 6.45E-03 g; 2.57E-03 g; 2.42E-06 g; and 1.90E-05 g, and the  weight  in  0.075  g  fuel  plale  are  7.41E-03  g;  2.40E-03  g;  2.91E-06  g;  and  2.17E-05  g.  The isotopes weight of 134 Cs, 137 Cs, 238 U, 235 U, 236 U and 234 U in 0.056 g and 0.075 irradiated U 3 Si 2 /Al fuel plate obtained were relatively similarly. Data of  isotopes weight are then used as input data for burn up calculation..
Keywords:  fuel element plate of U 3 Si 2 /Al, separation, cation-anion, cesium, uranium.
Penentuan Berat Isotop Cesium dan Uranium Dalam Pelat Elemen Bakar U 3 Si 2 /Al Densitas 4,8 gU/cm 3 Burn Up 40%
(Yanlinastuti, Sutri Indaryati, Boybul, Supardjo, Aslina Br.Ginting)

## PENDAHULUAN
Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir
(PTBBN) terus melakukan penelitian pengembangan  pengkajian  dan  penerapan (litbangjirap) bahan bakar nuklir untuk reaktor riset. Tujuan litbangjirap untuk mendapatkan bahan bakar nuklir dengan densitas uranium tinggi  seperti  UMo/Al,UZr/Al  dan  U 3 Si 2 /Al densitas  4,8gU/cm 3 [1].  Bahan  bakar  nuklir jenis UMo/Al, dan UZr/Al masih dalam proses penelitian pabrikasi sedangkan elemen bakar uji  (EBU)  U 3 Si 2 /Al  densitas  4,8  gU/cm 3 telah berhasil  dipabrikasi,  bahkan  telah  diiradiasi dalam  reaktor  G.A.Siwabessy  (RSG-GAS) dengan  variasi burn  up 20,  40  dan  60  %[2]. Pada  saat  EBU  U 3 Si 2 /Al  diiradiasi  di  RSG- GAS  terjadi  reaksi  fisi  antara 235 U  dengan neutron  menghasilkan  beberapa  hasil  fisi (hasil  belah)  dan  unsur-unsur  bermassa berat  seperti  U,  Pu,  Nd,  Cs,  Eu,  Sr,Ce,  Zr  , Kr, dan Xe[3]. Besarnya kandungan hasil fisi sangat  tergantung  kepada burn  up bahan bakar  selama  digunakan  di  reaktor.  Oleh karena  itu,  untuk  mengetahui  unjuk  kerja EBU  U 3 Si 2 /Al  densitas  4,8  gU/cm 3 selama diiradiasi di reaktor, perlu dilakukan uji pasca iradiasi di dalam hotcell Instalasi Radiometalurgi  (IRM).  Kegiatan  uji  pasca iradiasi meliputi uji tak merusak dan merusak. Uji  tak  merusak  merupakan  langkah  awal yang  dilakukan  untuk  mengetahui  adanya perubahan pada bahan bakar yang disebabkan  oleh  iradiasi  selama  di  reaktor, seperti  pengamatan  secara  visual,  yang bertujuan  untuk  mengetahui  adanya  cacat, perubahan  warna, blister maupun  bercak pada  bahan  bakar,  sedangkan  uji  merusak adalah  analisis  metalografi  dan  fisikokimia.
Analisis  metalografi  bertujuan  megetahui perubahan struktur mikro PEB U 3 Si 2 /Al akibat iradiasi  di  reaktor,  sedangkan  analisis fisikokima bertujuan untuk mengetahui kandungan atau berat isotop 134 Cs, 137 Cs dan 235 U dalam PEB U 3 Si 2 /Al densitas 4,8 gU/cm 3 akibat reaksi fisi. Upaya yang dilakukan untuk memperoleh  berat  isotop 134 Cs, 137 Cs  dan 235 U  secara  kuantitatif,  perlu  dilakukan
pemisahan  dengan  metode  yang  valid. Radionuklida  cesium  sebagai  pemancar radiasi-  dan  uranium  pemancar  radiasi- α harus  dipisahkan  terlebih  dahulu,  sehingga tidak mengganggu isotop pemancar radiasi- α pada saat pengukuran menggunakan spektrometri.  Hal  ini  disebabkan  karena uranium sebagai pemancar radiasi- α mempunyai daya tembus yang kecil, sehingga dibutuhkan  sampel  yang  sangat  tipis  agar dapat terdeteksi oleh detektor. Oleh karena itu, cesium  sebagai  pemancar-  dengan  daya tembus  lebih  besar  harus  dipisahkan  dari uranium, sehingga tidak menghambat pengukuran uranium yang  mempunyai  daya tembus  kecil.  Berat  isotop 134 Cs, 137 Cs  dan
235 U  selanjutnya  digunakan  sebagai  data masukan dalam perhitungan burn up [4,5]. Penelitian sebelumnya[6], telah dilakukan uji tak merusak meliputi pengamatan  cacat  dan  pengukuran  dimensi terhadap  PEB  U 3 Si 2 /Al  densitas  4,8  gU/cm 3 variasi burn up 20,40 dan 60% menggunakan radiografi  sinar-X.  Hasil  uji  tak  merusak diperoleh  citra  radiografi  dengan  resolusi yang baik yang menunjukkan tidak ada cacat maupun kerusakan yang signifikan pada PEB U 3 Si 2 /Al densitas 4,8 gU/cm 3 akibat iradiasi[6].  Data  uji  tak  merusak  selanjutnya digunakan sebagai data awal untuk menentukan titik-titik (posisi) sampling pemotongan  PEB  U 3 Si 2 /Al  untuk  pengujian merusak  khususnya  sampel  uji  analisis fisikokimia. Upaya untuk melengkapi data uji tak  merusak  tersebut,  maka  pada  penelitian ini  dilakukan  uji  fisikokimia  pemisahan radionuklida  cesium  dengan  uranium  yang terdapat  dalam  PEB  U 3 Si 2 /Al  densitas  4,8 gU/cm 3 pasca  iradiasi burn  up 40%  pada potongan bagian tengah (Middle) . Posisi PEB
U 3 Si 2 /Al bagian Middle mengalami reaksi fisi paling  besar  dibanding  dengan  bagian Top dan Bottom pada saat diiradiasi di RSG-GAS, sehingga  ratio  hasil  fisi  terbentuk  paling besar [7,8].
Metode  uji  yang  dapat  digunakan untuk  pemisahan  cesium  dari  uranium  yang
terdapat di dalam larutan PEB U 3 Si 2 /Al pasca iradiasi  antara  lain  metode  pengendapan CsClO 4 ,  pertukaran  kation  menggunakan zeolit  Lampung,  dan  pertukaran  kation menggunakan  resin  Dowex.  Hasil  validasi metode  pemisahan  cesium  menggunakan larutan  standar  isotop 137 Cs  dari  Sertificate
Reference Material (SRM) 4233E menunjukkan  bahwa recovery pemisahan isotop 137 Cs diperoleh sebesar 98,01%±1,11% dengan metode pengendapan CsClO 4 , 99,03%±0,1% dengan
metode
penukar kation menggunakan zeolit Lampung,
dan 98,67%±0,3%  dengan  metode  penukar kation menggunakan resin Dowex[8].
Berdasarkan  hasil  validasi  metode  di  atas diperoleh recovery pemisahan  paling  besar dengan
metode
penukar
kation menggunakan  zeolit  Lampung.  Oleh  karena itu,  pada  penelitian  ini,    pemisahan  cesium dari  uranium  dalam  larutan  PEB  U 3 Si 2 /Al
pasca iradiasi
dilakukan dengan menggunakan metode penukar kation menggunakan zeolit Lampung [9,10,11] . Hasil pemisahan  cesium  dari  uranium  dengan metode  penukar  kation  menggunakan  zeolit Lampung  diperoleh  cesium  berada  dalam fasa  padat  karena  cesium  terikat  dengan zeolit,  sedangkan  uranium,  plutonium  dan isotope  lainnya  dalam  fasa  cair  sebagai supernatan  PEB  U 3 Si 2 /Al  (SPIrr)[8,9].  Untuk mengetahui  kandungan  cesium  telah  terikat dengan zeolit dilakukan pengukuran menggunakan  spectrometer-  terhadap  Cs- zeolit  maupun  supernatan,  dan  hasilnya dibandingkan  dengan  sampel  standard[10]. Sementara  itu,  pemisahan  uranium  dari plutonium dalam fasa cair dilakukan dengan metode  kolom  penukar  anion  dari  ASTM  C- 1411-2014  menggunakan  resin  Dowex [10,11,13].  Metode  ini  menggunakan  dua kolom  penukar  anion  yaitu  kolom  penukar anion  dengan  resin  Dowex-NO 3 dan  kolom penukar  anion  kedua  menggunakan  resin resin  Dowex-Cl.  Kolom  penukar  anion pertama  digunakan  untuk  memisahkan uranium  dari  unsur  unsur  bermassa  berat
lainnya  seperti  plutonium  dan  pada  kolom kedua digunakan untuk memisahkan uranium dari unsur unsur yang dihasilkan dari hasil fisi isotop 235 U seperti 238 U, 234 U dan 236 U [14]. Pengunaan pelarut HCl untuk mengikat uranium,  karena  uranium  memiliki  afinitas elektron  lebih  lebih  tinggi  dalam  larutan  HCl daripada dalam larutan HNO 3 [15].
Resin Dowex yang digunakan berupa bahan organik dari yang mengandung  gugus  fungsional  pada  suatu kerangka  polimer  hidrokarbon  (Res-N + - (CH 3 ) 3 yang  sukar  larut  seperti  yang ditunjukkan pada Gambar 1.
Gambar 1.  Struktur  molekul  resin  penukar anion-Cl[7,16].
Gugus  fungsional  mengandung  ion yang  dapat  dipertukarkan  dengan  ion  lain yang  terdapat  dalam  larutan.  Berdasarkan gugus  fungsional  yang  dapat  dipertukarkan, resin  penukar  ion  digolongkan  menjadi  dua yaitu resin penukar kation dan resin penukar anion.  Resin  penukar  kation  berisi  gugus sulfonat  (SO 3 H + ),  karboksil  (COOH + ),  atau kelompok  asam  fosfat,  sedangkan  resin penukar  anion  memiliki  gugus  amine  yang berisi  khlorida  (Cl - )  atau  hidroksil  (OH - ). Berdasarkan  keberadaan  gugus  fungsional, resin  penukar  ion  dikelompokkan  dalam beberapa  klasifikasi,  salah  satu  diantaranya adalah  resin  penukar  anion  bersifat  basa kuat.  Tipe  resin  ini  digunakan  dalam pemisahan  uranium  dalam  larutan  bahan bakar  nuklir  pasca  iradiasi[17].  Resin  jenis basa  kuat  memiliki  gugus  aktif  berbasis polystyrene dengan  matriks  Res-N + -(CH 3 ) 3 bila direndam dengan HCl akan membentuk resin anion khlorida dengan struktur molekul seperti pada Gambar 1.
Penentuan Berat Isotop Cesium dan Uranium Dalam Pelat Elemen Bakar U 3 Si 2 /Al Densitas 4,8 gU/cm 3 Burn Up 40%
(Yanlinastuti, Sutri Indaryati, Boybul, Supardjo, Aslina Br.Ginting)
Sebelum dilakukan
pemisahan uranium  terlebih  dahulu dikenakan  proses reduksi  dan  oksidasi  menggunakan  larutan FeSO 4 dan  HNO 3 8M  serta  dilakukan penambahan metanol dengan volume tertentu.  Larutan  FeSO 4 berfungsi  untuk mereduksi  uranium  valensi  U(VI)  menjadi U(IV)  sehingga  diharapkan  larutan  uranium berada  dalam  suasana  U(IV).  Upaya  untuk meningkatkan  daya  serap  resin  terhadap uranium  dilakukan  proses  oksidasi  dengan menambahkan  HNO 3 8  M  sehingga  larutan U(IV)  berubah  menjadi  U(VI)  karena  resin Dowex  mempunyai  daya  serap  optimal dengan senyawa kompleks U(VI) dibandingkan  dalam  U(IV).  Sementara  itu, penambahan metanol bertujuan untuk meningkatkan  daya  adsorpsi  resin  terhadap kompleks  ion  logam,  sehingga  interaksi  ion uranium  kompleks  dengan  ligan  resin menjadi  meningkat[19,20].  Larutan  SPIrr U 3 Si 2 /Al  yang  telah  bercampur  dengan metanol  digunakan  sebagai  umpan  pada kolom  yang  telah  diberi  resin  Dowex.  Pada penelitian sebelumnya telah diperoleh parameter optimum untuk pemisahan uranium  dalam  media  campuran  HNO 3 dan metanol
dengan perbandingan 50:50%volume.  Campuran  ini  digunakan sebagai  pelarut  pada  pemisahan  kolom pertama, sedangkan pemisahan pada kolom ke dua digunakan larutan campuran HCl 6M dan metanol dengan perbandingan 10:90%[14,20].
Pemisahan  uranium  dari  plutonium yang  terkandung  dalam supernatan  SPIrr
dimasukkan ke dalam kolom sebagai umpan. Pemisahan plutonium dibuat dalam suasana dalam  asam  NHO 3 8  M  dan  untuk  uranium dalam  HCl  pekat  6M  sehingga  akan membentuk  senyawa  kompleks  anion  yang mempunyai  sifat  kimia  yang  berbeda. Perbedaan  tersebut  memudahkan  proses pemisahan  uranium  dari  plutonium.  Pada kolom pertama isotop Pu terikat dengan resin di  dalam  kolom  dalam  suasana  NHO 3 8  M, sedangkan  uranium  keluar  dari  kolom sebagai efluen U. Pada kolom kedua, efluen U digunakan sebagai umpan dalam suasana HCl  6  M  dan  akan  terikat  dengan  resin, kemudian  uranium  tersebut  dielusi  dengan larutan  HCl  konsentrasi  rendah  0,15 M. Metode  ini  sesuai  dengan  prinsip  dasar proses penukar anion yaitu terjadi sistim fasa padat (fasa diam) dan fasa cair (fasa gerak) dengan  terjadinya  pertukaran  anion  dalam bahan padat (resin) dengan anion (uranium) dalam larutan SPIrr U 3 Si 2 /Al [20,21].
Fenomena  atau  langkah  langkah pemisahan  uranium  dari  plutoniun  dalam supernatan  bahan  bakar  nuklir  dapat dijelaskan sebagai berikut. Pemisahan uranium  dengan  plotunium  menggunakan resin  Res-N + -(CH 3 ) 3 dibuat  dalam  suasana asam kuat (HCl pekat) sehingga membentuk senyawa  Res-N + -(CH 3 ) 3 Cl - .  Uranium  berada dalam bentuk kation (UO2) 2+ terlebih dahulu diubah  menjadi  anion  uranium  kompleks UO 2 Cl 3 - .
Senyawa
anion
UO 2 Cl 3 - dipertukarkan  dengan  ion  Cl - membentuk senyawa  Res-N + -(CH 3 ) 3 UO 2 Cl 3 - seperti persamaaan reaksi (1) dan (2)[22].
Res-N + -(CH 3 ) 3 Cl - +  UO 2 Cl 3 - → Res-N + -(CH 3 ) 3 UO 2 Cl 3 - +  Cl - (1)
2Res-N + -(CH 3 ) 3 UO 2 Cl 3 - +  2HCl encer → 2UO 2 Cl 3 - +  2Res-N + -(CH 3 ) 3 Cl - +  H 2 (2)
Senyawa  kompleks  uranium  klorida yang terbentuk sangat bervariasi tergantung kepada  konsentrasi  HCl  yang  menunjukkan pengaruh
molaritas HCl terhadap pembentukan  senyawa  kompleks  U(VI)-Cl seperti yang terlihat pada Tabel 1. Data yang disajikan  pada Tabel 1  menunjukkan bahwa
senyawa  kompleks  U  dan  HCl  mulai terbentuk  pada  konsentrasi  HCl  lebih  besar dari 0,5 M dan pada konsentrasi HCl antara 6-12 M terbentuk senyawa kompleks UO 2 Cl 3– yang  dapat  teradsorpsi  pada  resin  penukar anion basa kuat[23].
Tabel 1.  Senyawa  kompleks  U(VI)  pada berbagai konsentrasi HCl[22].
Molalitas HCl (M)  Senyawa kompleks 0,1 – 0,5
UO 2 2+ 0,5 – 4,0
UO 2 Cl + 4,0 – 6,0 UO 2 Cl 2 6,0 - 12 UO 2 Cl 3 -
Dalam  pemisahan  Pu,  isotop  Pu dibuat  dalam  suasana  HNO 3 8  M  sehingga membentuk  senyawa  [Pu 4+ (NO 3 ) 6 ] -2 dan diserap  oleh  resin  Dowex-NO 3 menjadi senyawa  kompleks  (R) 2 [Pu(NO 3 ) 6 ]  di  dalam
kolom  dengan  mengikuti  persamaan  reaksi (3)[22,23].
Senyawa anion dalam [Pu 4+ (NO 3 ) 6 ] 2- bertukar anoin dengan anion (NO 3 ) - di dalam resin  2R-(NO 3 ) - menjadi  senyawa  kompleks (R) 2 [Pu 4+ (NO 3 ) 6 ] 2- dalam suasana asam nitrat pekat. Upaya untuk mendapatkan isotop Pu 4+ yang murni maka senyawa (R) 2 [Pu 4+ (NO 3 ) 6 ] -2 dielusi  dengan  HCl  encer  sehingga  resin terikat  kembali  dengan  Cl - dalam  bentuk senyawa  R-(Cl) seperti  yang  ditunjukkan pada  persamaan  reaksi  (4).  Sementara  itu, isotop  U  yang  keluar  dari  kolom  terikat  kuat dengan HCl mengikuti persamaan reaksi (5).
[Pu(NO 3 ) 6 ] -2 + 2R(NO 3 ) → (R) 2 [Pu(NO 3 ) 6 ]+ 2NO 3 -
(3)
(R) 2 [Pu 4+ (NO 3 ) 6 ] 2- +  2HCl → [Pu 4+ (NO 3 ) 6 ] 2- +2R-(Cl) - + H 2 (4)
UO 2 (NO 3 ) 2 +  2HCl   →  .UO 2 Cl 2 +  2HNO 3 (5)
Senyawa  UO 2 Cl 2 sebagai  efluen  U yang  keluar  dari  kolom  dikenakan  proses elektrodeposisi  untuk  membentuk  deposit uranium  yang  tipis  dan  merata.  Proses elektrodeposisi  efluen  U  menggunakan larutan  buffer  elektrolit  (NH 4 ) 2 SO 4 pada  pH 3,5.  Kawat  platina  sebagai  anoda  dipasang pada  jarak  1  cm  di  atas  katoda  planset stainlees  steel (SS)  dengan  kuat  arus  1,2  A yang  diatur  dari power  supply. Hasil  proses elektrodeposisi  diperoleh  deposit  uranium tipis  dan  merata  di  atas  planset  SS  untuk
selanjutnya  selanjutnya  diukur  beratnya menggunakan spektrometer- α [24,25,26].
Metode kolom penukar anion ASTM C-1411-2014 telah diverifikasi menggunakan uranium  standar  U 3 O 8 yang  mengandung isotop 235 U sebesar 20% dengan penambahan  resin  Dowex  1200  mg.  Hasil verifikasi  metode  diperoleh  spektrum  dari masing  masing  isotop 238 U, 235 U, 234 U,  dan 236 U  dengan recovery pemisahan  uranium sebesar  81,45  %  seperti  yang  ditunjukkan pada Gambar 2 [7,14,16].
Gambar 2.  Spektrum isotop 238 U, 235 U, 234 U, dan 236 U dalam standar U 3 O 8 [7,14]
Penentuan Berat Isotop Cesium dan Uranium Dalam Pelat Elemen Bakar U 3 Si 2 /Al Densitas 4,8 gU/cm 3 Burn Up 40%
(Yanlinastuti, Sutri Indaryati, Boybul, Supardjo, Aslina Br.Ginting)

## METODOLOGI
Sebelum melakukan pemisahan cesium  dan  uranium  dalam  PEB  U 3 Si 2 /Al densitas  4,8  gU/cm 3 pasca  iradiasi,  terlebih dahulu  dilakukan  validasi  metode  dan kalibrasi  alat  spektrometer- α/  .  Kalibrasi spectrometer-  menggunakan larutan standar 137 Cs  dari  NIST,  sedangkan  untuk spektrometer- α menggunakan standar U 3 O 8 . Hasil  kalibrasi  diperoleh  efisiensi  detektor spektrometer- α/  .  PEB  U 3 Si 2 /Al  densitas  4,8 gU/cm 3 pasca iradiasi dengan burn up 40 % dipotong pada bagian tengah (Middle) secara duplo  dengan  berat  masing-masing  0,056  g dan 0,075 g PEB dengan kode M-1 dan M-2, kemudian dilarutkan dalam HCl 6N dan HNO 3 6N[27].  Penggunaan  sampel  uji  bagian Middle didasarkan pada posisi PEB U 3 Si 2 /Al bagian Middle mengalami  reaksi  fisi  paling besar dibanding bagian Top dan Bottom [7,8]. Hasil  pelarutan  diperoleh  uranil  nitrat UO 2 (NO 3 ) 2 yang mengandung isotop hasil fisi seperti 134 Cs, 137 Cs  dan 235 U.  Larutan UO 2 (NO 3 ) 2 pasca  iradiasi  dipipet  100  µL secara duplo dengan kode M-1(M1-1, M1-2) dan  M-2  (M2-1,  M2-2),  kemudian  dilakukan pemisahan 134 Cs dan 137 Cs dari 235 U dengan metode  penukar  kation  menggunakan  zeolit Lampung  seberat  1000  mg  masing-masing dalam  media  HNO 3 0,1N,  H 2 SO 4 0,1N, dan HCl 0,1N dengan pH 5-6. Penggunaan variasi media tersebut bertujuan  untuk  mengetahui pengaruh  jenis  pelarut  terhadap  daya  serap cesium  dalam  zeeolit dan  merupakan pengembangan metode sendiri. Hasil pemisahan  diperoleh  isotop  cesium  terikat dengan  zeolit  Lampung  dalam  fasa  padat dan  uranium  dalam  fasa  cair  (SPIrr).  Isotop cesium  terikat  dengan  zeolit  selanjutnya diukur menggunakan spektrometer-  selama 10000 detik dengan 3 (tiga) kali pengulangan.  Sementara  itu,  pemisahan uranium  dalam  SPIrr  dilakukan  dengan metode kolom penukar anion yang mempunyai diameter kolom 0,9 cm dan tinggi 10  cm.  Larutan    SPIrr  dengan  kode  M-1 (SPIrr  M1-1(1),  M1-2(1),  M1-2(2)  dan  M-2
(SPIrr  M2-1(1),  M2-1(2),  M2-2(1)  secara triplo  masing-masing  dipipet  sebanyak  300 µL digunakan sebagai umpan  dalam larutan HNO 3 dan  metanol.  Pemisahan  dilakukan melalui 2 tahap, pada kolom pertama, isotop plutonium  terikat  dengan  resin  pada  HNO 3 8M  sedangkan  uranium  dan  hasil  fisi  serta pengotor lainnya berada dalam larutan  hasil tampungan  (efluen  U).  Efluent  U  kemudian dipanaskan  hingga  kisat  dan  ditambahkan campuran  larutan  HCl  6M  dan  metanol dengan  perbandingan  10:90%.  Larutan  ini digunakan sebagai umpan untuk pemisahan kolom kedua. Larutan umpan dimasukkan ke dalam  kolom  ke  dua  dan  dialirkan  dengan kecepatan  0,5  mL/menit.  Uranium  yang terikat  dengan  resin  kemudian  dielusi menggunakan  larutan  HCl  0,15M  sebanyak 30  mL.  Hasil  elusi  ditampung  dalam  beaker gelas,  kemudian  dipanaskan  sampai  kisat, dan  ditambahkan  1  mL  HNO 3 pekat, dipanaskan kembali
sampai kisat, selanjutnya dilakukan proses elektrodeposisi[24]. Endapan uranium terdeposisi pada planset stainless steel (SS) kemudian diukur menggunakan spektrometer- α selama 25000 detik.
Spektrum  isotop  selanjutnya  dievaluasi sehingga diperoleh net area, dan berat isotop uranium  (g/gPEB)  dalam  sampel.  Hal  yang sama  dilakukan  terhadap  300  µL  SPirr dengan  media  H 2 SO 4 dan  HCl.  Untuk membuktikan  bahwa  yang  terikat  hanya isotop uranium atau plotonium maka spektrum yang
dihasilkan
harus dibandingkan dengan spektrum isotop uranum  standar.  Dalam  penelitian  ini  hasil pemisahan plutonium tidak dilaporkan.

## HASIL DAN PEMBAHASAN
Hasil  perhitungan  efisiensi  detektor, akurasi dan presisi spektrometer- α/  ditunjukkan  pada  Tabel  2.  Tabel  tersebut menunjukkan bahwa nilai akurasi dan presisi yang  diperoleh  sesuai  dengan  persyaratan analisis  kimia  sebeasr  5%  dalam  batas derajat kepercayaan 95%. Hal ini
menunjukkan  nilai  efisiensi  detektor  dapat digunakan  untuk  perhitungan  dari  cacahan menjadi  berat    (W=g)  dalam  sampel  uji larutan  PEB  U 3 Si 2 /Al  pasca  iradiasi.  Hasil
pemisahan  cesium  menggunakan  metode penukar  kation  diperoleh  spektrum  isotop seperti yang ditunjukkan pada Gambar 3.
Tabel 2. Data perhitungan efisiensi detektor, akurasi dan presisi Alat Uji Standar Eff.detektor (%) Akurasi (%) Presisi (%) Spektrometer-  Larutan 137 Cs 0,1859 0,456 1,875 Padatan 137 Cs-zeolit 0,1887 0,632 2,023 Spektrometer- α Planset 235 U 38, 85 0,752 3,123
Gambar 3. Spektrum isotop 134 Cs dan 137 Cs pada berbagai energy [28]
Dari  Gambar  3,  diperoleh  3  (tiga)  spektrum isotop 134 Cs  masing-masing  pada  energi 569,3 ; 604.7; dan 795,8 keV dengan fission yield 15,43 %, 97,60 % dan 85.45 %  serta 1 (satu) spektrum 137 Cs pada energy 661,7 keV dengan fission yield sebesar 85,10 %. Dalam perhitungan berat (g/gPEB) maupun aktivitas isotop  (Bq), fission  yield digunakan  adalah yang  terbesar  yaitu  97,60%  untuk  isotop 134 Cs dan 85,10 % untuk 137 Cs, namun fission yield lainnya seperti isotop 134 Cs pada energi 569,3  dan  795,8  keV  dengan fission  yield 15,43  %,  dan  85.45  %  digunakan  untuk menelusuri (trace) keberadaan isotop
tersebut[28].  Luas  spektrum  isotop 134 Cs pada energi 604,7 keV dan 137 Cs pada  661,7 keV  seperti  Gambar  3,  dievaluasi  sehingga diperoleh  besar  cacahan  per  detik  (cps) isotop 134 Cs  dan 137 Cs  dalam  media  HNO 3 , H 2 SO 4 dan  HCl seperti  ditunjukkan  pada Tabel 3 [28,29]. Hasil cacahan per detik (cps) isotop 134 Cs dan 137 Cs dalam masing-masing media  pengukuran  selanjutnya  dievaluasi, untuk  mendapatkan  kandungan  (berat  =W) isotop  dalam  0,056 g dan  0,075 g potongan PEB  U 3 Si 2 /Al  densitas  4,8  gU/cm 3 .  Berat isotop 134 Cs dan 137 Cs dalam potongan PEB U 3 Si 2 /Al ditunjukkan pada Tabel 4 dan 5.
Penentuan Berat Isotop Cesium dan Uranium Dalam Pelat Elemen Bakar U 3 Si 2 /Al Densitas 4,8 gU/cm 3 Burn Up 40%
(Yanlinastuti, Sutri Indaryati, Boybul, Supardjo, Aslina Br.Ginting)
Tabel 3.  Data cacahan per detik (Cps) isotop 134 Cs dan 137 Cs dalam 2 mL media HNO 3 , H 2 SO 4 dan HCl 0,1N Kode sampel Cacahan per detik (cps) dalam 2 mL media HNO 3 H 2 SO 4 HCl 134 Cs 137 Cs 134 Cs 137 Cs 134 Cs 137 Cs M1-1 1,7405 85,1788 1,7312 86,5081 1,7305 86,7887 M1-2 1,6176 83,2841 1,7442 86,9205 1,8444 90,0587 M2-1 2,3623 110,1943 2,2822 109,6518 2,3240 110,8787 M2-2 2,3187 109,5287 2,2331 107,5828 2,2537 108,7851
Tabel 4. Berat isotop 137 Cs dan 134 Cs dalam 0,056 g potongan PEB U 3 Si 2 /Al Kode Sampel Media HNO 3 Media H 2 SO 4 Media HCl W= 137 Cs (g/0,056g PEB) W= 134 Cs (g/0,056g PEB) W= 137 Cs (g/0,056g PEB) W= 134 Cs (g/0,056g PEB) W= 137 Cs (g/0,056g PEB) W= 134 Cs (g/0,056g PEB) (M1-1) 0.0000458 5.455E-08 0.0000454  5.299E-08 0.0000456 5.307E-08 (M1-2) 0.0000359 4.232E-08 0.0000452  5.295E-08 0.0000451 5.090E-08 Rerata 0.0000408 4.843E-08 0.0000453  5.297E-08 0.0000453 5.199E-08 Tabel 5. Berat isotop 137 Cs dan 134 Cs dalam 0,075 g potongan PEB U 3 Si 2 /Al
Kode Sampel Media HNO 3 Media H 2 SO 4 Media HCl W= 137 Cs (g/0,075g PEB) W= 134 Cs (g/0,075g PEB) W= 137 Cs (g/0,075g PEB) W= 134 Cs (g/0,075g PEB) W= 137 Cs (g/0,075g PEB) W= 134 Cs (g/0,075g PEB) (M2-1) 0,0000596 7.448E-08 0,0000591 7.180E-08 0,0000590 7.212E-08 (M2-2) 0,0000590 9.717E-07 0,0000588 9.864E-07 0,0000586 9.436E-07 Rerata 0,0000593 5.231E-07 0,0000590 5.291E-07 0,0000588 5.078E-07
Dari  Tabel  4  diketahui  dalam  0,056  gPEB potongan PEB U 3 Si 2 /Al diperoleh berat rerata isotop 137 Cs sebesar 0,0000408 g; 0,0000453 g  dan  0,0000453  g,  sedangkan  isotop 134 Cs sebesar  4,843E-08g;  5,297E-08  g  dan 5,199E-08  masing-masing  dalam  media
HNO 3 ; H 2 SO 4 dan HCl. Sementara itu, berat isotop 137 Cs  dalam  0,075  g  potongan  PEB U 3 Si 2 /Al  diperoleh  sebesar  0,0000593  g,
0,0000590  g  dan  0,0000588  g,  sedangkan berat  isotop 134 Cs  sebesar  5,231E-07  g, 5,291E-07 g dan 5,078E-07 g untuk masing- masing media HNO 3 ; H 2 SO 4 dan HCl seperti yang ditunjukkan pada Tabel 5. Dari Tabel 4 dan 5 diketahui bahwa tidak ada perbedaan berat  isotop 137 Cs  dan 134 Cs  yang  signifikan
dengan  penggunaan  variasi  media  larutan HNO 3 ,  H 2 SO 4 dan  HCl  sebagai  larutan pengemban.Hal ini disebabkan karena konsentrasi  dan  pH  dari  ketiga  media pengemban adalah sama yaitu 0,1N pada pH 5-6.
Hasil  pemisahan  isotop  uranium dengan  metode  kolom  penukar  anion menggunakan resin Dowex diperoleh spektrum  isotop  U  ( 238 U, 235 U, 236 U  dan 234 U) pada  energi  masing-masing  seperti  yang ditunjukkan pada Gambar 4. Terlihat dengan jelas pada Gambar 4 bahwa spektrum isotop 238 U  pada  energi  4,1943  MeV, 235 U  pada energi  4,397  MeV, 236 U  pada  energi  4,494
MeV dan isotop 234 U pada energi 4,777 MeV
serta masih diperoleh spektrum isotop 239 Pu pada 5,155 MeV dan 238 Pu pada 5,499 MeV walaupun dalam jumlah yang kecil[28]. Hal ini disebabkan  karena  pada  saat  pemisahan uranium,  isotop 239 Pu  dan 238 Pu  masih terbawa  dalam  larutan  efluen  U.  Pada  saat pemisahan  tahap  pertama,  isotop  Pu  masih lolos  karena  resin  tidak  mampu  menahan isotop  tersebut  sehingga  terikut  ke  efluen uranium[15,20]. Upaya untuk menanggulangi fenomena ini, maka pada penelitian berikutnya akan digunakan kolom yang lebih tinggi dari 10 cm, sehingga waktu kontak Pu dengan  resin  terjadi  lebih  lama  dan  akan terikat lebih kuat sehingga pada saat dielusi,
isotop  Pu  tidak  keluar  dari  kolom.  Spektrum isotop 238 U, 235 U, 236 U dan 234 U pada Gambar 4, selanjutnya dievaluasi sehingga diperoleh cacahan  isotop  pada  masing  masing  energi untuk  PEB  U 3 Si 2 /Al  dengan  berat  0,056  g PEB    dan  0,075  g  PEB  seperti  yang ditunjukkan pada Tabel 6 dan 7. Selanjurnya untuk hasil cacahan isotop 238 U, 235 U, 236 U dan 234 U
kemudian dievaluasi
untuk
mendapatkan  kandungan  (berat  =W)  isotop di dalam 0,056 g dan 0,075 g potongan PEB U 3 Si 2 /Al  densitas  4,8  gU/cm 3 .  Berat  isotop 238 U, 235 U, 236 U dan 234 U dalam potongan PEB U 3 Si 2 /Al  bagian Middle ditunjukkan  pada Tabel 8 dan 9.
Gambar 4. Spektrum isotop uranium ( 238 U, 235 U, 236 U dan 234 U) pada berbagai energi
Tabel 6.  Data cacahan isotop uranium dalam 300 µL larutan PEB U 3 Si 2 /Al berat 0,056 g Kode sampel Berat (glar) Waktu cacah (detik) Cacahan 238 U 235 U 236 U 234 U SPIrr M1-1(1) 0,3027 22636,5 9 54 116 723 SPIrr M1-1(2) 0,3048 19415,88 28 27 157 1192 SPIrr M1-2(2) 0,3024 25000 33 55 194 1700
Tabel 7.  Data cacahan isotop uranium dalam 300 µL larutan PEB U 3 Si 2 /Al berat 0,075 g Kode sampel Berat (glar) Waktu cacah (detik) Cacahan 238 U 235 U 236 U 234 U SPIrr M 2-1(1) 0,3636 23152 20 24 87 789 SPIrr M 2-1(2) 0,3636 14303 25 22 155 1125 SPIrr M 2-2(2) 0,3016 21201 23 66 234 1583
Penentuan Berat Isotop Cesium dan Uranium Dalam Pelat Elemen Bakar U 3 Si 2 /Al Densitas 4,8 gU/cm 3 Burn Up 40%
(Yanlinastuti, Sutri Indaryati, Boybul, Supardjo, Aslina Br.Ginting)
Tabel 8. Berat isotop 238 U, 235 U, 236 U dan 234 U dalam 0,056 g PEB U 3 Si 2 /Al Kode Sampel W= 238 U (g/0,056g PEB) W= 235 U (g/0,056g PEB) W= 236 U (g/0,056g PEB) W= 234 U (g/0,056g PEB) SPIrr M1-1(1) 0,00244102 0,00307905 0,00000178 0,00001131 SPIrr M1-1(2) 0,00879300 0,00178253 0,00000279 0,00002160 SPIrr M1-2 (2) 0,00811229 0,00284240 0,00000270 0,00002411 Rerata 0,00644877 0,00256799 0,00000242 0,00001901 Tabel 9.Berat isotope 238 U, 235 U, 236 U dan 234 U dalam 0,075 g PEB U 3 Si 2 /Al Kode Sampel W= 238 U (g/0,075g PEB) W= 235 U (g/0,075g PEB) W= 236 U (g/0,075g PEB) W= 234 U (g/0.075g PEB) SPIrr M 2-1(1) 0,00519017 0,00130935 0,00000128 0,00001181 SPIrr M 2-1(2) 0,01050154 0,00194280 0,00000369 0,00002727 SPIrr M 2-2 (2) 0,00653429 0,00394192 0,00000376 0,00002595 Rerata 0,00740867 0,00239803 0,00000291 0,00002168
Tabel  8  dan  9  menunjukkan  berat  isotop 238 U, 235 U, 236 U dan 234 U dalam potongan PEB U 3 Si 2 /Al bagian M-1 (berat 0,056 g PEB ) dan M-2  (berat 0,075  g  PEB)  relatif  sama.  Berat rerata  isotop 238 U, 235 U, 236 U  dan 234 U  dalam
0,056  g  potongan  PEB  U 3 Si 2 /Al  diperoleh sebesar  0,00644877  g,  0,00256799  g, 0,00000242  g,  dan    0,00001901  g, sedangkan  dalam  berat  0,075  g  PEB diperoleh berat rerata sebesar 0,00740867 g,
0,00239803 g, 0,00000291 g, dan 0,00002168  g  masing-masing  untuk  isotop
238 U, 235 U, 236 U dan 234 U.

## SIMPULAN
Dari  analisis  fisikokimia  dengan metode  penukar  kation  menggunakan  zeolit Lampung  telah  diperoleh  berat  rerata  isotop 137 Cs  dan 134 Cs  dalam  0,056  g  dan  0,075  g PEB  U 3 Si 2 /Al,  sedangkan  dengan  metode kolom  penukar  anion  menggunakan  resin Dowex  telah  diperoleh  berat  rerata  isotop 238 U, 235 U, 236 U  dan 234 U  dalam  0,056  g  dan
0,075  g  PEB  U 3 Si 2 /Al.  Berat  rerata  isotop 137 Cs, 134 Cs, 238 U, 235 U, 236 U  dan 234 U  dalam potongan  PEB  U 3 Si 2 /Al  bagian Middle dengan berat 0,056 g PEB  dan 0,075 g PEB relatif  sama.  Dari  hasil  yang  diperoleh menunjukkan bahwa metode penukar kation dengan  zeolit  Lampung  cukup  selektif
digunakan untuk pemisahan cesium sedangkan  metode  kolom  penukar  anion menggunakan resin Dowex untuk pemisahan uranium  masih  perlu  dilakukan  kembali optimasi parameter terutama volume umpan, tinggi dan diameter kolom.

## UCAPAN TERIMA KASIH
Penelitian  ini  terlaksana  dengan dukungan dana DIPA-PTBBN BATAN Tahun Anggraran  2019.  Ucapan  terima  kasih disampaikan kepada Ibu Iis Haryati, Samsul Fatimah  dan  Ariyanti  Saputri  yang  telah membantu melaksanakan uji fisikokimia PEB U 3 Si 2 /Al  densitas  4,8  gU/cm 3 pasca  iradiasi sehingga  pembuatan  makalah  ini  dapat terwujud.

## DAFTAR PUSTAKA
[1] Supardjo, A. Kadarjono, Isfandi, Y. D. A. Susanto, S. Permana, dan Guswardani, “Percobaan  pembuatan  pelat  elemen bakar U-7Mo-xSi/Al dalam ukuran Mini, ” URANIA ,  Vol.  25,  no.  3,  hal.  141 –152, 2019.
[2]  Y. Nampira, Supardjo, dan Sri Ismarwanti, “Uji  tidak  merusak  bahan bakar U 3 Si 2 /Al tingkat muat uranium 4,8 gU/cm 3 pasca iradiasi fraksi bakar 20% dan  40%. ”  Proseding  Hasil  Penelitian
Pusat  Teknologi  Bahan  Bakar  Nuklir, 2013.
[3]  M.  K.  Ajiriyanto,  A.  B.  Ginting,  dan Junaedi, “Analisis  metalografi  pelat elemen  bakar  U 3 Si 2 /Al, ” URANIA ,  Vol. 24, no. 1, hal. 39 –50, 2018.
[4]  A.  B.  Ginting,  Yanlinastuti,  Noviarty, Boybul,  A.  Nugroho,  D.  Anggraini,  dan R.  Kriswarini, “Penentuan burn  up mutlak  pelat  elemen  bakar  U 3 Si 2 -Al tingkat  muat  uranium    2,96  gU/cm 3
Pasca Iradiasi, “ Jurnal Teknologi Bahan Nuklir , Vol.11, No.2, hal.83-98, 2015.
[5]  A. B. Ginting and P. H. Liem, “Absolute burnup measurement of LEU silicide fuel plate  irradiated  in  the  RSG  GAS multipurpose  reactor  by  destructive radiochemical technique, ” Annals
Nuclear  Energy ,  vol.  85,  pp.  613 –620, 2015.
[6] R.  Artika,  dkk,  “Uji  tak  merusak  pelat elemen bakar U 3 Si 2 /Al densitas  uranium 4,8  gU/cm 3 menggunakan  radiografi sinar-x  digital. ” URANIA .  Vol.  26,  No.1, 2020.
[7]  A.  K.  Dewi,  Sukarsono,  Supardjo, Masrukan, dan
A.B
Ginting,
“Penguasaan  Teknologi  Pembuatan
Bahan  Bakar  Reaktor  Suhu  Tinggi  Dan Reaktor  Riset ”,  Buku  Bunga  Rampai.
Jakarta:  Batan  Press,  Oktober  2018, pp.68-77.
[8]  P. H. Liem, S. Amini, A. G. Hutagaol, and T.  M.  Sembiring, “Nondestructive  burn- up verification by gamma-ray
spectroscopy of LEU silicide fuel plates irradiated in the RSG GAS multipurpose reactor, ” Annals Nuclear Energy , vol. 56, pp. 57 –65, 2013.
[9]  Boybul,  Yanlinastuti,  D.  Anggraini,  A. Nugroho,  R.  Kriswarini,  dan  A.B. Ginting. “Analisis  kandungan  cesium dan  uranium  dalam  bahan  bakar U 3 Si 2 /Al pasca iradiasi. ” URANIA, Vol.23, No.2, hal. 108 –122. 2017
[10]  A. B. Ginting, and D. Anggraini. “Metode pengendapan  dan  penukar  kation  untuk pemisahan  cesium  dalam  bahan  bakar
U 3 Si 2 /Al ,” URANIA , Vol. 22, No. 2, hal. 99 – 10, 2016.
[11]  ASTM  C-1411. Standard  Practice  for The  Ion  Exchange  Separation  of Uranium and Plutonium Prior to Isotopic Analysis. 2014.
[12]  M.  A.  Rahman,  M.  O.  Raruk,  and Shanfiqul,  “Application  of  the  anion exchange  resin  for  the  separation  of metal  in  Tert-butyl-Alcohol  waterformic acid medium”, Journal  Science ,  Vol.  60, No.1, pp. 15 – 20, 2012.
[13]  Y.  Fujii,  J.  Fukuda  and  Hidetake, “Separation  of  uranium  isotopes  using ion-exchange  chromatography  isotope effects  in  U(IV)  and  U(VI)  exchange Reaction, ” Journal  of  Nuclear  Science And  Technology ,  vol.  15,  no.  10,  pp.
745 – 752. 1978.
[14]  Boybul,  Yanlinastuti,  I.  Haryati,  and  S. Indaryati, “Pemisahan uranium dari PEB
U 3 Si 2 /Al  densitas  2,96  gU/cm 3 pasca iradiasi  dengan  metode  kolom  penukar anion  menggunakan  resin  Dowex  1x8 dalam  media  sulfat, ”  Prosiding  Hasil- Hasil Penelitian PTBBN,  2018.
[15]  Boybul,  Yanlinastuti,  S.  Indaryati,  I. Haryati,  dan  A.  Nugroho, “Penentuan kandungan  isotop 235 U dalam PEB U 3 Si 2 - Al  TMU  2,96  gU/cm 3 untuk perhitungan burn-up, ” URANIA , Vol.  21  No.  3, hal. 141 – 150, 2015.
[16]  K.  Sawada,  Y.  Enokida,  M.  Kamiya,  T. Koyama,  and  K.  Aoki, “Distribution coefficient  of  U(VI),  nitric  acid  and  FP elements in extraction
from
concentrated aqeous solution of nitrates by  30%  Tri-n  Butylphosphate  solution, ” Journal of Nuclear Science and Technology , Vol. 46, No. 1, 2009.
[17]  A. Ahmadpour, M. Zabihia, M.
Tahmasbi,  and  T.  Rohani  Bastami. “Effect  of  Adsorbents  and  Chemical Treatments on the Removal of Strontium from  Aqueous  Solutions. ” Journal  of Hazardous Materials , Vol.182, pp. 552 – 556, 2010.
Penentuan Berat Isotop Cesium dan Uranium Dalam Pelat Elemen Bakar U 3 Si 2 /Al Densitas 4,8 gU/cm 3 Burn Up 40%
(Yanlinastuti, Sutri Indaryati, Boybul, Supardjo, Aslina Br.Ginting)
[18]  S.  Usuda, “Studies  on  Rapid  Ion
Exchange Separation of Transplutonium Elements  With  Mineral  Acid-Metanol Mixed Media, ” Technical Report, JAERI 1315,1989.
[19]  A.  Bharadwaj  and  S.  D.  Bharadwaj, “Anion  Exchange  Separation  of  Some Lanthanida Ions with Uranium (VI) Using Nitrate Complexing Media, ” International Journal  of  Chemical  Sciences ,  Vol.1 no.1, pp. 67 – 72,2003.
[20]  D.  Anggraini,  Boybul,  Yanlinastuti,  A. Nugroho,  R.  Kriswarini,  dan  A.B. Ginting , “Pengaruh pelarut organik pada proses pertukaran anion dalam pemisahan uranium dari larutan U 3 Si 2 /Al pasca iradiasi. URANIA , Vol. 23, No. 2, hal. 97 – 106, 2017.
[21]  S.  A.  Abo-Farha,  N.  A.  Badawy,  A.  A. Emam  and  N.  M.  Moursy. “Anion exchange behavior of some elements in acetic  acid-hydrochloric  acid  media. ” Journal  of  American  Science. Vol.6, No.10, 2010.
[22]  D.  Alan,  H.  Risto  H,  N.  Jon,  and  P. Martyn, “Cation exchange isotherms and the measurement of radioisotope distribution  coefficients  for  an  MCM-22 phase  containing  aluminium. ” Journal  of Microporous and Mesoporous Materials , vol. 135, pp.21 – 29, 2010.
[23]  V.C.  Jessica, “Separation  of  actinides from  spent  nuclear  fuel. ” Journal  of
Hazardous Materials , vol. 318, pp. 266 – 281.
[24]  Yanlinastuti,  Boybul,  A.B.  Ginting,  dan D.  Anggraini, “Pengaruh  parameter proses elektrodeposisi terhadap
penentuan berat isotop 235 U dalam PEB U 3 Si 2 /Al  pasca  iradiasi, ” URANIA Vol.
22, No. 2, 65 – 132, 2016.
[25]  L. S. Alexandre, E. B. C. Marcel, and A. F. P. Maria, “An overview of spectrometric  techniques  and  sample preparation  for  the  determination  of impurities in uranium nuclear fuel grade. ” Journal Microchemical , vol. 106, pp.194 – 201, 2013.
[26]  A. Nugroho, Y. Nampira, dan Yanlinastuti, “Analisis  radionuklida 235 U dalam  pelat  elemen  bakar  U 3 Si 2 -Al pasca  iradiasi  menggunakan  metode spektrometri alfa, ” Seminar Nasional IX SDM  Teknologi  Nuklir  Yogyakarta,  31
Oktober 2013. ISSN 1978-0176.
[27]  A.  Nugroho,  Boybul,  S.  Indaryati,  I. Haryati,  R.  Kriswarini,  dan  A.B.  Ginting, “Pemisahan cesium dalam PEB U 3 Si 2 /Al densitas  2,96  gU/cm 3 pasca  iradiasi dengan
metode
pengendapan chloroplatinate. ” URANIA , Vol. 25, No. 2, hal.103 – 114, 2019.
[28]  Table  of  Radionuclides,  Monographic BIPM-5, Available:
https://www.bipm.org/utils/common/pdf/ monographieRI/Monographie_BIPM- 5_Tables_Vol5.pdf.
[29]  Yanlinastuti,    Boybul,  I.  Haryati,  S. Indaryati,  S.  Fatimah,  dan  A.B.  Ginting, “Pemisahan uranium dalam PEB U 3 Si 2 /Al densitas    2,96  gU/cm 3 pasca  iradiasi dengan  metode    kolom  penukar  anion. ” Prosiding  Seminar  Nasional  Teknologi Energi  Nuklir  (SENTEN)  2019. Padang, 18  September  2019,  hal.  139,  ISSN: 2355-7524.